¿Qué es el daño por radiación a los materiales del reactor? Definición

Los reactores nucleares son fuentes importantes de radiación, especialmente la radiación de neutrones. En el funcionamiento con energía, la reacción de fisión es responsable de la energía generada en un reactor nuclear, y la velocidad de la reacción de fisión es proporcional al flujo de neutrones . Cuando se apaga un reactor, la fisión esencialmente cesa, pero aún se produce energía de desintegración . La energía producida después del apagado se denomina calor de descomposición . Por lo tanto, los reactores nucleares son fuentes de varios tipos de radiación, siendo los neutrones los más importantes. Cada tipo de radiación interactúa de forma diferente, por lo tanto, debemos describir la interacción de partículas (radiación como un flujo de estas partículas) por separado. Por ejemplo, las partículas cargadas con altas energías pueden ionizar directamente átomos. Por otro lado, las partículas eléctricamente neutras interactúan solo indirectamente, pero también pueden transferir algunas o todas sus energías a la materia.

Ésta es la característica clave de la categorización de las fuentes de radiación. Por lo general, se clasifican en dos tipos generales de la siguiente manera:

• Partículas cargadas (ionizantes directamente)
  • Partículas beta . Las partículas beta son electrones rápidos o positrones emitidos en la desintegración beta nuclear, así como electrones energéticos producidos por cualquier otro proceso. La radiación beta ioniza la materia más débil que la radiación alfa . Por otro lado, los rangos de partículas beta son más largos y dependen en gran medida de la energía cinética inicial de la partícula.
  • Partículas cargadas pesadas . Las partículas con carga pesada son todos iones energéticos con masa de una unidad de masa atómica o más, como protones, partículas alfa (núcleos de helio) o fragmentos de fisión . El poder de detención de la mayoría de los materiales es muy alto para las partículas alfa y para las partículas con carga pesada. Por lo tanto, las partículas alfa tienen rangos muy cortos . Por otro lado, producen una ionización masiva de la materia circundante.
• Partículas neutras (ionizantes indirectamente)
  • Radiación gamma (radiación electromagnética). Los rayos gamma ionizan la materia principalmente a través de la ionización indirecta . Los rayos gamma son muy penetrantes, por otro lado su ionización no es tan intensa como para las partículas cargadas. Aunque se conoce un gran número de posibles interacciones, existen tres mecanismos clave de interacción con la materia.
    • Efecto fotoeléctrico
    • Dispersión de Compton
    • Producción de parejas
  • Neutrones . Los neutrones pueden ser emitidos por fisión nuclear o por la desintegración de algunos átomos radiactivos. Los neutrones no tienen carga eléctrica neta , por lo tanto, las fuerzas eléctricas no pueden afectarlos ni detenerlos. Los neutrones ionizan la materia solo indirectamente, lo que hace que los neutrones sean un tipo de radiación altamente penetrante. Los neutrones se dispersan con núcleos pesados ​​de forma muy elástica . Los núcleos pesados ​​con mucha fuerza ralentizan un neutrón y mucho menos absorben un neutrón rápido. Una absorción de neutrones (uno diría que blindaje) provoca el inicio de cierta reacción nuclear (captura, reordenamiento o incluso fisión ), que se acompaña de varios otros tipos de radiación.. En resumen, solo los neutrones hacen que la materia sea radiactiva, por lo tanto, con los neutrones tenemos que proteger también los otros tipos de radiación.

Defectos cristalográficos inducidos por radiación

Los materiales en servicio nuclear están sujetos a varios tipos de radiación. Algunos de estos pueden causar un daño significativo a la estructura cristalina de los materiales. La radiación nuclear concentra grandes cantidades de energía en áreas muy localizadas. El daño es causado por la interacción de esta energía con los núcleos y / o los electrones en órbita.

Como se escribió, las partículas cargadas con altas energías pueden ionizar directamente los átomos o pueden provocar la excitación de los electrones circundantes. La ionización y la excitación disipan gran parte de la energía de las partículas cargadas más pesadas y causan muy poco daño . Esto se debe a que los electrones son relativamente libres de moverse y pronto se reemplazan. El efecto neto de la radiación beta y gamma sobre el metal es generar una pequeña cantidad de calor. Las partículas más pesadas, como los protones, las partículas alfa, los neutrones rápidos y los fragmentos de fisión, generalmente transferirán suficiente energía a través de colisiones elásticas o inelásticas para eliminar los núcleos de sus posiciones reticulares (cristalinas). Esta adición de vacantes y átomos intersticiales provoca cambios en las propiedades de los metales.

En general, los efectos de mayor interés pueden describirse mediante las siguientes agrupaciones:

• Vacantes o Knock-ons . Los defectos de vacante son el resultado de la falta de un átomo en una posición reticular. La estabilidad de la estructura cristalina circundantegarantiza que los átomos vecinos no colapsarán simplemente alrededor de la vacante. Esto puede deberse a la interacción directa de un neutrón de alta energía o un fragmento de fisión. Si un núcleo objetivo o golpeado gana aproximadamente 25 eV de energía cinética (25 eV a 30 eV para la mayoría de los metales) en una colisión con una partícula de radiación (generalmente un neutrón rápido), el núcleo se desplazará de su posición de equilibrio en la red cristalina. . Durante una irradiación prolongada (para valores grandes de la fluencia de neutrones), muchos de los átomos desplazados volverán a los sitios reticulares normales (estables) (es decir, el recocido parcial se produce espontáneamente).
• Intersticiales . Los defectos intersticiales son el resultado de una impureza ubicada en un sitio intersticial o uno de los átomos de la red está en una posición intersticial en lugar de estar en su posición de red. Un intersticial se forma cuando un átomo, que es expulsado de su posición, se detiene en algún punto remoto.
• Ionización . La ionización es causada por la eliminación de electrones de sus capas electrónicas y tiene el efecto de cambiar los enlaces químicos de las moléculas. En el metal, la ionización no causa cambios drásticos en las propiedades del material. Esto se debe a los electrones libres, que son típicos solo para enlaces metálicos.
• Picos térmicos y de desplazamiento . Los picos térmicos y de desplazamiento pueden causar una distorsión que se congela como tensión en el área microscópica. Estos picos pueden provocar un cambio en las propiedades del material. Este término identifica dominios localizados de alta temperatura causados ​​por la deposición de energía de neutrones y fragmentos de fisión. Un pico de desplazamiento ocurre cuando muchos átomos en un área pequeña son desplazados por un knock-on (o cascada de knock-ons). Un neutrón de 1 MeV puede afectar aproximadamente a 5000 átomos, formando uno de estos picos. La presencia de muchos picos de desplazamiento cambia las propiedades del metal que se irradia, como el aumento de la dureza y la disminución de la ductilidad.
• Átomos de impureza . La captura de neutrones y reacciones nucleares inducidas por diversas radiaciones tiene el efecto de transmutar un átomo en un elemento extraño al material.
• Fluencia inducida por radiación . En los reactores nucleares, muchos componentes metálicos se someten simultáneamente a campos de radiación, temperaturas elevadas y estrés. El metal sometido a tensión a temperatura elevada presenta el fenómeno de fluencia, es decir. el aumento gradual de la tensión con el tiempo. El deslizamiento de los componentes metálicos a las temperaturas de funcionamiento del reactor se vuelve más rápido cuando se exponen a un campo de radiación.

Los neutrones con suficiente energía pueden alterar la disposición atómica o la estructura cristalina de los materiales. La influencia del daño estructural es más significativa para los metales debido a su relativa inmunidad al daño por radiación ionizante. Los reactores de agua a presión funcionan con una tasa más alta de impactos de neutrones y, por lo tanto, sus recipientes tienden a experimentar un mayor grado de fragilización que los recipientes de los reactores de agua en ebullición. Muchos reactores de agua presurizada diseñan sus núcleos para reducir la cantidad de neutrones que golpean la pared del recipiente. Esto ralentiza la fragilidad de la embarcación. Las reglamentaciones de la NRC abordan la fragilización en 10 CFR Parte 50, Apéndice G, «Requisitos de resistencia a la fractura» y Apéndice H, «Requisitos del programa de vigilancia de materiales de buques de reactores». Dado que la vasija de presión del reactorse considera insustituible , la fragilización por irradiación de neutrones de los aceros de los recipientes a presión es un tema clave en la evaluación a largo plazo de la integridad estructural de los programas de extensión y de vida.

El daño por radiación se produce cuando neutrones de suficiente energía desplazan átomos (especialmente en aceros a temperaturas de funcionamiento de 260 – 300 ° C) que dan como resultado cascadas de desplazamiento que producen gran cantidad de defectos, tanto vacíos como intersticiales. Aunque la superficie interior del RPV está expuesta a neutrones de energías variables, los neutrones de mayor energía, aquellos por encima de aproximadamente 0,5 MeV , producen la mayor parte del daño. Para minimizar tal degradación del material, el tipo y la estructura del acero deben seleccionarse apropiadamente . Hoy en día se sabe que la susceptibilidad de los aceros de los recipientes a presión de los reactores se ve fuertemente afectada (negativamente) por la presencia de cobre, níquel y fósforo.

Como se escribió, la distinción entre fragilidad y ductilidad no es evidente, especialmente porque tanto la ductilidad como el comportamiento frágil dependen no solo del material en cuestión, sino también de la temperatura (transición dúctil-frágil) del material. El efecto de la temperatura sobre la naturaleza de la fractura es de considerable importancia. Muchos aceros presentan fractura dúctil a temperaturas elevadas y fractura frágil a bajas temperaturas . La temperatura por encima de la cual un material es dúctil y por debajo de la cual es frágil se conoce como temperatura de transición dúctil-frágil.(DBTT), temperatura de ductilidad nula (NDT) o temperatura de transición de ductilidad nula. Esta temperatura no es precisa, pero varía según el tratamiento mecánico y térmico previo y la naturaleza y cantidad de los elementos de impureza. Puede determinarse mediante algún tipo de prueba de caída de peso (por ejemplo, las pruebas Charpy o Izod ).

Para minimizar la fluencia de neutrones:

• Los reflectores de neutrones radiales se instalan alrededor del núcleo del reactor. Los reflectores de neutrones reducen la fuga de neutrones y, por lo tanto, reducen la fluencia de neutrones en la vasija de presión de un reactor.
• Los diseñadores centrales diseñan los patrones de carga de baja fuga , en los que los conjuntos de combustible fresco no están situados en las posiciones periféricas del núcleo del reactor .

Si el metal se calienta a temperaturas elevadas después de la irradiación (una forma de recocido), se encuentra que la resistencia y la ductilidad vuelven a los mismos valores que antes de la irradiación. Esto significa que el daño por radiación se puede recocer de un metal.

Ver también: Temperatura de transición dúctil-frágil

Ver también: fragilización por irradiación

Ver también: Recocido térmico

Programa de vigilancia de materiales de buques de reactores

Programas de vigilancia de buques de reactoresproporcionar información sobre el efecto de la radiación en los materiales de los recipientes en condiciones de funcionamiento. El programa de vigilancia de la vasija del reactor utiliza cápsulas ubicadas en la pared de la vasija directamente opuesta al centro del núcleo. Las cápsulas contienen muestras de acero de la vasija del reactor obtenidas durante la fabricación de la vasija y se extraen periódicamente de la vasija del reactor. Las cápsulas de vigilancia deben ubicarse cerca de la pared interior de la vasija en la región de la línea de cintura para que las muestras de material dupliquen, en la mayor medida posible, el espectro de neutrones, el historial de temperatura y la fluencia máxima de neutrones experimentada en la superficie interior de la vasija del reactor. Una cápsula de muestra que contiene muestras para su uso en ensayos Charpy de muesca en V, tracción y mecánica de fractura se puede retirar del reactor durante los períodos normales de repostaje.

La técnica Charpy V-notch (CVN) es la más utilizada. La prueba Charpy con muesca en V utiliza una muestra con muesca de sección transversal definida. Para estas condiciones de carga dinámica y cuando hay una muesca, estamos usando la  tenacidad de la muesca . Las pruebas de impacto Charpy e Izod se utilizan para medir este parámetro, que es importante para evaluar el comportamiento de transición de dúctil a frágil de un material. De manera similar a la tenacidad a la tracción, la tenacidad de la muesca se mide en unidades de  julio por metro cúbico  (J·m − 3) en el sistema SI, pero en este caso estamos midiendo el área en la posición de la muesca.

También puede haber dosímetros especiales, incluidos níquel puro, cobre, hierro, aluminio-cobalto o uranio-238, que se pueden colocar en espaciadores especialmente perforados para contener los dosímetros.

De acuerdo con 10 CFR 50 Apéndice H, no se requiere un programa de vigilancia de materiales para las vasijas de los reactores para los cuales se puede demostrar de manera conservadora mediante métodos analíticos aplicados a datos experimentales y pruebas realizadas en vasijas comparables, teniendo en cuenta todas las incertidumbres en las mediciones, que el La fluencia máxima de neutrones al final de la vida útil de diseño del recipiente no superará los 10¹⁷ n/cm² (E> 1 MeV) .

Referencia especial: NUREG-1511, Informe de estado del recipiente a presión del reactor. Comisión Reguladora Nuclear de EE. UU., Washington, DC, 1994.

Recocido de recipientes a presión del reactor

Durante la operación de una  planta de energía nuclear , el material de la vasija de presión del  reactor  y el material de otros componentes internos del reactor están expuestos a  radiación de neutrones  (especialmente a neutrones rápidos> 0.5MeV), lo que da como resultado una  fragilización localizada  del acero y las soldaduras en el área del núcleo del reactor. Este fenómeno, conocido como  fragilidad por irradiación , da como resultado:

• Aumento constante de DBTT . No es probable que el DBTT se acerque a la temperatura de funcionamiento normal del acero. Sin embargo, existe la posibilidad de que cuando se apague el reactor o durante un enfriamiento anormal, la temperatura pueda caer por debajo del valor DBTT mientras la presión interna aún sea alta.
• Suelta la energía de fractura de la plataforma superior . Los efectos de la radiación también se manifiestan por una caída en la energía de fractura de la plataforma superior y una disminución en la tenacidad de la fractura.

Todos estos efectos deben ser monitoreados por los operadores de la planta. Por lo tanto, los reguladores nucleares exigen que se lleve a cabo un programa de vigilancia del material de la vasija del reactor en reactores de potencia refrigerados por agua.

Una vez que un material de RPV se degrada por fragilización por  radiación  (por ejemplo, aumento significativo de la temperatura de transición dúctil-frágil de Charpy o reducción de la tenacidad a la fractura), el  recocido térmico  del RPV es la única forma de recuperar las propiedades de tenacidad del material RPV.

De acuerdo con 10 CFR 50.66 – Requisitos para el recocido térmico de la vasija de presión del reactor:

«Para aquellos reactores de energía nuclear de agua ligera donde la radiación de neutrones ha reducido la tenacidad a la fractura de los materiales de la vasija del reactor, se puede aplicar un recocido térmico a la vasija del reactor para recuperar la tenacidad a la fractura del material».

El recocido térmico  ( método «seco» ) de la vasija de presión del reactor es un método por el cual la vasija de presión (con todas las partes internas del reactor retiradas) se calienta hasta cierta temperatura (generalmente entre  420 y 460 ° C ) mediante el uso de una fuente de calor externa ( calentadores eléctricos, aire caliente), se mantienen durante un período determinado ( por ejemplo, 100-200 horas ) y luego se enfrían lentamente. El equipo de recocido suele ser un horno en forma de anillo con elementos calefactores en su superficie externa. La potencia de salida de los calentadores instalados puede alcanzar hasta 1 MWe. Se demostró que para los materiales especialmente fabricados, el estante superior se recuperó al 100% después de 24 horas de recocido y más rápidamente que la temperatura de transición. El recocido durante 168 horas recuperó el 90% del cambio de temperatura de transición.

Recocido húmedo

También existe la posibilidad del llamado   método de recocido «húmedo» que se aplicó en EE.UU. y Bélgica. El recocido a esa temperatura ~ 340 ° C se alcanzó sin calentamiento externo, pero aumentando la temperatura del refrigerante lograda por la energía de las bombas de circulación del circuito primario. Este tipo de recocido proporciona solo una recuperación parcial del material debido a la limitación de la temperatura máxima.

Referencia especial: Recocido y re-fragilización de materiales de recipientes a presión del reactor. Informe AMES N.19; ISSN 1018-5593. Comunidades Europeas, 2008.

Consulte más arriba:
Materiales de la planta de energía